丁淑蓉

教育经历

1989.9-1993.7 湖南大学工程力学系工程力学专业理学学士.

1993.9-1996.4 大连理工大学工程力学所计算力学专业硕士.

2001.9-2005.9 天津大学力学系固体力学专业博士.

主要工作经历

1996.4-1999.3     大连理工大学力学系助教.

1999.3-2005.9     天津大学力学系讲师/副教授.

2005.9-2008.1     杏鑫平台力学与工程科学系博士后.

2008.1 - 至今  杏鑫(原力学与工程科学系)副教授/教授、博士生导师.

2014.7-2014.8     美国西北太平洋国家实验室访问学者.

2015.7-2015.8     德国卡尔斯鲁厄理工学院（KIT）核与能源技术研究所、瑞士保罗谢尔研究所访问学者.

学术任职

中国力学学会常务理事

中国核动力研究设计院高性能燃料及材料协同创新中心专家委员会委员

中国力学学会女科技工作者委员会委员

中国力学学会反应堆结构力学专业委员会委员

中国力学学会对外交流与合作工作委员会委员 

上海市固体力学专业委员会副主任

中国力学学会青年工作委员会委员 

中国复合材料学会力学专业委员会委员

中山大学中法核工程与技术学院兼职教授

上海市数据科学重点实验室（杏鑫平台）数据科学家

杏鑫平台第一届研究生教育督导工作组督导专家

Journal of Mechanics of Materials and Structures🤍、力学季刊编委

教学情况

讲授弹性力学、材料力学🙆🏿、固体力学专题👦🏿、材料非线性力学行为、复合材料力学.

参加了天津大学国家级精品课程“材料力学”的建设，编写工程力学、64学时材料力学多媒体课件两套🙋🏽‍♀️🙍🏼‍♂️，使用效果良好. 

教学获奖情况

荣获2021年度杏鑫平台十佳“三好”研究生导学团队提名奖

荣获2021年中国力学学会全国徐芝纶力学优秀教师奖

2011年获2009-2010年度杏鑫平台三八红旗手及奖励

2008年12月获得杏鑫平台2008年度优秀博士后的荣誉称号及奖励

荣获2004年徐芝纶杯全国基础力学青年教师讲课比赛三等奖

科研总体情况

至今已主持科研项目30余项📧，含国家自然科学基金重点项目2项（主持/作为合作单位负责人承担）、国家自然科学基金面上及重大研究计划类项目5项、国家重点研发计划项目课题、装备预研项目、973项目子专题及科研院所外协项目👩🏻‍💻；在JMPS、IJP、JNM😄、MSE、EFM、COMPOS STRUCT、NME等TOP期刊及国内外权威期刊发表学术论文130余篇🚵🏻‍♀️；获得发明专利及软件著作权登记18个.

研究兴趣及方向

自2005年起⚇，一直在力学与核科学技术交叉领域，聚焦于核材料及结构辐照热-力-原子扩散等，多场耦合多尺度关联行为的数学建模及计算分析研究。课题组针对航空航天空间飞行器高密度能源🧚🏿‍♂️🏌🏽‍♂️、核工程等国家关键装备领域的材料及结构，聚焦高温🦕、高压和辐照等极端条件下的关键力学问题进行研究(含核反应堆堆芯燃料元件及组件等关键部件多场耦合、多重非线性和多尺度问题、多场耦合断裂行为数值模拟研究；包壳材料等效热-力学性能的计算分析💆🏼、基因设计，氢致延迟多场耦合断裂行为计算模拟研究等)🙍🏼，擅长建立多尺度和多场耦合分析的理论模型和计算方法，发展科学计算的程序及软件平台。

  课题组面向国家重大需求，搭建了核材料与结构辐照力学问题创新研究平台，形成了自己的研究特色，具备了较强科研实力⟹，为“超常服役条件下固体力学行为与强度理论”这一重点学科发展方向贡献力量。

代表性论文（*表示通讯作者）

[2] Jing Zhang and Shurong Ding*, An improved volumetric growth model system and the corresponding computational method for porous carbon materials under irradiation, Nuclear Engineering and Design, 2025(432): 113778.

[3] Xiaoxiao Mao, Xingdi Chen, Xiaobin Jian, Feng Yan and Shurong Ding^*, A new model of fission gas bubble growth and mechanism analysis for U-xZr fuels, Journal of Nuclear Materials, 2025 (605): 155578.

[4] Yong Li, Jiang Zhang, Xiaobin Jian, Guochen Ding, Yunxuan Cai, Shurong Ding^* and Yuanming Li, A multi-level-variable correlated mechanistic model system for irradiation-induced multi-scale volume growths of U-10Mo/Zr dispersion nuclear fuels, Journal of Nuclear Materials, 2025(605): 155459.

[5] Chaoyue Jin, Guochen Ding, Xiaobin Jian^*, Jing Zhang, Yong Li and Shurong Ding^*, On the critical mechanisms for the embrittlement and strength degradation of post-irradiated U-10Mo fuels, Engineering Fracture Mechanics, 2024(310):110474.

[6] Xiaobin Jian，Jing Zhang, Yong Li and Shurong Ding^*, Skeleton-creep based bubble growth model and multi-scale mechanical constitutive model for U-10Mo fuels under irradiation, International Journal of Plasticity, 2023(163):103557.

[7] Guochen Ding, Jing Zhang, Jie Wang, Yong Li, Xiaobin Jian^* and Shurong Ding^*, Yongjun Deng, Modeling and tests on the damage and fracture behaviors of non-irradiated zirconium alloys with different hydrogen concentrations at RT and 350°C, Journal of Nuclear Materials, 2023(587):154726.

[8] Jingyu Zhang, Haisheng Zhang , Jianjun Mao, Xiaosong Liu, Zhen Liu and Yaolin Guo, Shurong Ding* and Shiyu Du, Experiments and modeling of the macroscale mechanical responses of neutron-irradiated FeCrAl alloys, Materials Science and Engineering: A，2022(861):144343.

[9] Jingyu Zhang, Shurong Ding* and Shiyu Du, A damage-effect-involved phenomenological crystal plasticity model and computational methods for mechanical responses of FeCrAl alloys, Materials Today Communications, 2021(28):102595.

[10] Hongyang Wei, Jing Zhang, Xiaobin Jian, Yongdong Zhang, Lei Li, Shurong Ding^* and Qisen Ren^*, Effects of the key parameters of TRISO particle buffer layer on in-pile thermo-mechanical behavior in FCM fuel pellets, Journal of Nuclear Materials, 2021(551):152977.

[11] Jingyu Zhang and Shurong Ding*, Mesoscale simulation research on the homogenized elasto-plastic behavior of FeCrAl alloys, Materials today communications, 2020(22): 100718.

[12] Hongyang Wei, Xiaobin Jian and Shurong Ding*, A model of gas-induced effective expansion strain for porous carbon materials in irradiation environments，Journal of nuclear materials, 2019(515): 338-353.

[13] Jingyu Zhang, Jiacheng Zhu and Shurong Ding*, A theoretical model for delayed hydride cracking velocity considering the temperature history and temperature gradients, Nuclear Materials and Energy, 2018(16): 95-107.

[14] Yunmei Zhao, Shurong Ding*, Xunchao Zhang, Canglong Wang and Lei Yang，Effects of fuel particle size and fission-fragment-enhanced irradiation creep on the in-pile behavior in CERCER composite pellets🦸‍♂️🧖🏻‍♀️，Journal of Nuclear Materials, 2016(482): 278-293.

[15] Xin Gong, Yunmei Zhao, Shurong Ding*, A new method to simulate the micro-thermo-mechanical behaviors evolution in dispersion nuclear fuel elements, Mechanics of Materials, 2014(77): 14-27. 

[16] Yi Cui, Yongzhong Huo, Shurong Ding*, Lin Zhang and Yuanming Li, An analytical solution for simulation of the fission gas behaviors with time-dependent piece-wise boundary resolution, Journal of Nuclear Materials, 2012(424:1-3): 109-115.